Расчетный анализ физических характеристик гибридных ядерных систем с различным типом бланкета

1

Размещено на http://www.allbest.ru/

ИНСТИТУТ ПРИКЛАДНОЙ МАТЕМАТИКИ РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК

им. М.В. Келдыша

Расчетный анализ физических характеристик гибридных ядерных систем с различным типом бланкета

Воронков А.В.

Земсков Е.А.

Москва-2001

Содержание

Введение

1. Эффективность мишеней, спектры нейтронов “скалывания”

2. Бланкет для подкритической системы со свинцово-висмутовым теплоносителем

2.1 Краткое описание конструкции бланкета

2.2 Определение ядерно-физического состава и расчет физических характеристик бланкета со свинцово-висмутовым теплоносителем в установившемся режиме

3. Бланкет для подкритической системы с натриевым теплоносителем

3.1 Расчет ядерно-физического состава бланкета в установившемся режиме

4. Сравнение рассмотренных гибридных ядерных систем по величине тока и мощности пучка протонов

Заключение

Литература

Аннотация

Введение

Одной из перспективных концепций в стратегии развития атомной энергетики является концепция гибридных ядерных систем (ускоритель-мишень-бланкет). О широком научном интересе к таким установкам свидетельствуют труды ряда международных конференций [1-3 и др.] и поток публикаций в научных журналах.

В настоящее время идет интенсивная работа по изучению и оптимизации физических характеристик таких систем, рассматриваются различные варианты установок, различающихся по целевому назначению, виду ядерного топлива и мишенных материалов, виду теплоносителя и замедлителя, спектру нейтронов, топливному циклу, конструктивному исполнению.

В данном препринте представлены разработанные авторами модели двух подкритических реакторных систем, управляемых пучком релятивистских протонов от ускорителя. Рассмотрены энергетические установки для производства энергии мощностью по 500 Мвт (тепловой). Их конструкции основаны на уже известных и хорошо зарекомендовавших себя в традиционной реакторной практике технических решениях.

Первая установка представляет собой гибридную систему, включающую в себя свинцово-висмутовую мишень и бланкет, в качестве основного элемента конструкции которого взята тепловыделяющая сборка (ТВС), характерная для реакторов с теплоносителем свинец-висмут [4,5] и подробно описанная в работе [6].

Вторая ядерная установка состоит из вольфрамовой мишени (сплошной и разделенной), охлаждаемой натрием и бланкета, также охлаждаемого натрием, собранного из ТВС, конструкция которых характерных для проекта реактора БН-800 [7,8].

Для обеих конструкций рассмотрено использование двух видов ядерного топлива: а) нитрид урана UN, б) диоксид урана UO2.

Выполнен сравнительный расчетный анализа физических характеристик для этих установок как по типу топлива, так и по энергии протонов.

Схема расчета гибридных ядерных систем, используемая в данной работе, включает в себя два этапа. На первом этапе определяется источник нейтронов, который нарабатывается в реакциях взаимодействия пучка протонов с веществом мишени (нейтроны “скалывания”-“spallation”). Для этой цели используется широко известный программный комплекс LAHET (LCS) [9], позволяющий рассчитывать многие физические характеристики мишени, в том числе выход и спектр нейтронов “скалывания” На втором этапе процессы переноса нейтронов “скалывания” в объеме всей установки, играющие уже роль источника внешних нейтронов, рассчитываются по программному комплексу RACTOR [10].

1. Эффективность мишеней, спектры нейтронов “скалывания”

Назначение мишеней, облучаемых пучком высокоэнергетических протонов (обычно рассматривают протоны с энергией 600 - 1500 Мэв) состоит в наработке в своем объеме нейтронов “скалывания”. Иногда их называют нейтронами расщепления. Под этими терминами понимают родившиеся нейтроны в реакциях внутриядерного каскада, включающие в себя прямые нуклон-нуклонные реакции, фрагментацию ядра, высокоэнергетическое деление, фазу “испарения” возбужденного компаунд-ядра [11].

Максимум производства нейтронов “скалывания” достигается на тяжелых элементах. В качестве материалов для мишеней, в которых можно получить значительный поток нейтронов, рассматриваются свинец, сплав свинца-висмута, ртуть, вольфрам, тантал и др.

Для расчетного анализа гибридных ядерных систем, рассматриваемых в данной работе, выбраны следующие модели мишеней.

Для системы с бланкетом, охлаждаемым сплавом Pb-Bi, естественно выбрать и мишень на свинце- висмуте. Конструкция и теплогидравлические условия работы такой мишени рассмотрены, например, в работе [12]. Для расчетного анализа взаимодействия нейтронов “скалывания” с бланкетом достаточно было схематично представить эту мишень в виде цилиндра, заполненного сплавом Pb-Bi, с радиусом ~ 10 cм и длиной 60 см. Расчеты общего числа нейтронов “скалывания”, рождающихся на один протон, и их спектров были выполнены с помощью программного комплекса LAHET (LCS) [9]. Расчеты были произведены для трех энергий протона: 600, 1500, 5000 Мэв. Об эффективности такой мишени можно судить по данным таблицы 1, в которой приведены интегральные величины наработки и утечки нейтронов

Таблица 1 Число нейтронов “скалывания” и нейтронов утечки для мишени из Pb-BI

Энергия Протона, Мэв	Общее число нейтронов “cкалывания”, нейтрон/протон	Общее число нейтронов утечки, нейтрон/протон	Паразитные потери, %
800	17.89	17.52	2.12
1500	35.49	32.95	1.65
5000	91.65	90.25	1.55

Полученные спектры были преобразованы в стандартный 26-групповой вид, используемый в реакторных расчетах [13]. При этом нейтроны с энергией 10.5 Мэв были включены в первую энергетическую группу. Эти спектры приведены в таблице 2

Для гибридной ядерной мишени с натриевым бланкетом были выбраны две мишени из вольфрама. Предполагается, что их охлаждение можно организовать также натрием.

Таблица 2 Спектры нейтронов “скалывания” для мишени из сплава Pb-Bi

Номер группы	Спектр 1 Ep= 800 Мэв	Спектр 2 Ep= 1500 Мэв	Спектр 3 Ep= 5000 Мэв
1	0.121	0.142	0.3577
2	0.0602	0.0665	0.1271
3	0.1027	0.1039	0.1347
4	0.2047	0.1986	0.1482
5	0.201	0.1915	0.1011
6	0.169	0.161	0.0703
7	0.083	0.0798	0.0326
8	0.0348	0.0336	0.0142
9	0.0147	0.01415	0.009
10	0.0056	0.00544	0.005
11	0.00213	0.00202	0
12	0.000743	0.000682	0
13	0.00026	0.00024	0
14	0.000091	0.00009	0
15	0.00003	0.00003	0
16	0.000013	0.00001	0
17	0.36E-05	0.52E-06	0
18	0.98E-06	1.84E-6	0
19	0	0	0

Первую мишень схематично можно представить в виде сплошного цилиндра из W радиусом 5 см и длиной 50 см. Такая форма мишени рассматривается как крайний случай для оценки максимального выхода нейтронов. Вторая мишень разделенная, ее конструкция предусматривает возможность охлаждения потоком натрия. Она состоит из цилиндрических дисков с радиусом 10 см и толщиной 2 см, разделенных слоями натрия толщиной 4 см. Таким образом, общая длина этой мишени 60 см, радиус 10 см. Подобного рода мишени рассмотрены в [11].

Представление об эффективности этих мишеней дают общие величины родившихся в объеме мишеней нейтронов “скалывания” и нейтронов утечки через боковые поверхности. Они рассчитаны по комплексу LAHET для двух энергий протона: 800 Мэв и 1500 Мэв. Эти величины приведены в таблице 3. По эффективности эти мишени сравнимы. Это означает, что в конкретных конструкторских проработках можно будет без больших потерь реализовать более удобные для организации охлаждения варианты разделенной мишени.

Таблица 3 Число нейтронов “скалывания” и нейтронов утечки для мишеней из W

1-я мишень, цилиндр из W, r=5 см, L= 50 см
Энергия протона, Мэв	Общее число нейтронов “cкалывания”, нейтрон/протон	Общее число нейтронов утечки, нейтрон/протон	Паразитные потери, %
800	18.31	17.35	5.53
1500	35.50	34.02	4.35
2-я разделенная мишень, r= 10 см, L= 60 см
800	16.34	15.50	5.42
1500	30.45	28.83	5.62

Спектры нейтронов “скалывания” для этих мишеней при энергии протонов 800 Мэв и 1500 Мэв приведены в таблице 4.

Таблица 4 Спектры нейтронов “скалывания” для мишеней с натрием

	Мишень сплошная	Мишень разделенная
Номер группы	Спектр 1, Ep =800 Мэв	Спектр 2, Ep =1500 Мэв	Спектр 3, Ep =800 Мэв	Спектр 4, Ep =1500 Мэв
1	.2511E+00	.3023E+00	.2660E+00	.3193E+00
2	.1291E+00	.1326E+00	.1293E+00	.1328E+00
3	.1505E+00	.1421E+00	.1488E+00	.1403E+00
4	.1745E+00	.1582E+00	.1704E+00	.1539E+00
5	.1243E+00	.1112E+00	.1208E+00	.1070E+00
6	.9077E-01	.8152E-01	.8776E-01	.7790E-01
7	.4457E-01	.4006E-01	.4299E-01	.3829E-01
8	.2014E-01	.1823E-01	.1941E-01	.1732E-01
9	.9257E-02	.8417E-02	.8917E-02	.7997E-02
10	.3635E-02	.3265E-02	.3454E-02	.3097E-02
11	.1381E-02	.1251E-02	.1313E-02	.1194E-02
12	.5117E-03	.5045E-03	.5161E-03	.4542E-03
13	.2089E-03	.2095E-03	.2029E-03	.1887E-03
14	.8411E-04	.8138E-04	.8721E-04	.7366E-04
15	.2895E-04	.2870E-04	.3244E-04	.3200E-04
16	.1174E-04	.1113E-04	.7650E-05	.9688E-05
17	.2458E-05	.3380E-05	.2142E-05	.3120E-05
18	.1638E-05	.1408E-05	.9180E-06	.9852E-06
19	.0000E+00	.1408E-06	.3060E-06	.1642E-06

2. Бланкет для подкритической системы со свинцово-висмутовым теплоносителем

2.1 Краткое описание конструкции бланкета

В качестве основного элемента конструкции подкритического бланкета, охлаждаемого свинцово-висмутовым теплоносителем, принята шестигранная тепловыделяющая сборка (ТВС), описанная в работе [6].

ТВС представляет собой шестигранный стальной кожух размером "под ключ" 150 мм и толщиной 2 мм, внутри которого размещены 198 твэлов, образующих треугольную решетку с шагом 9,83 мм. В центральной части ТВС располагаются стальные конструкции, обеспечивающие возможность ее извлечения и крепления. Стержневой твэл представляет собой заполненную топливной композицией стальную трубку внешним диаметром 8 мм и толщиной 0,4 мм с 4 винтовыми внешними ребрами. Ребра обеспечивают дистанционирование твэлов по всей их высоте.

ТВС образуют в активной зоне бланкета треугольную решетку с шагом 152 мм.

Радиальный размер бланкета довольно жестко определяется допустимыми значениями средней скорости свинцово-висмутового теплоносителя и максимальной температуры оболочки твэла. Если в соответствии с данными работы [6] принять эти величины равными соответственно 2,5 м/с и 600С, то для обеспечения тепловой мощности 500 Мвт понадобится 144 ТВС описанной выше конструкции. При этом коэффициент радиальной неравномерности поля мощности не должен превышать значение Krmax = 1,4. Высота активной зоны бланкета определяется исходя из условия, что максимальное накопление осколков деления в топливной композиции за кампанию ТВС составляет 10 11% т.а., и для рассматриваемого бланкета составляет Hаз = 900 мм.

Таким образом, в настоящей работе рассматривается бланкет с размерами Dэкв х Наз = 1961 х 900 мм, содержащий 144 ТВС. В центре бланкета располагается канал мишени, вытесняющий 7 ТВС. Активная зона окружена боковым отражателем из 2 рядов шестигранных стальных пакетов, имеющих такой же размер "под ключ", как ТВС активной зоны. Считалось, что бланкет вместе с отражателем погружен в большой объем свинцово-висмутового сплава.

Рассмотрены два варианта топливной композиции:

- мононитрид урана UN с эффективной плотностью 11,6 г/см3;

- диоксид урана UO2 c эффективной плотностью 9,5 г/см3.

Под эффективной плотностью понимается плотность композиции, гомогенизированной внутри оболочки твэла с учетом зазоров на распухание топлива.

Для выравнивания распределения мощности по радиусу бланкета применяется трехзонное профилирование обогащением топлива по урану-235 обогащение растет от центра к периферии активной зоны.

Схема поперечного сечения бланкета показана на рис.1.

Предполагается, что бланкет работает в режиме частичных перегрузок топлива по схеме, принятой в быстрых реакторах типа БН - без перестановок ТВС. При указанном выше максимальном накоплении осколков (10 11% т.а.) длительность кампании ТВС при коэффициенте использования мощности КИМ = 0,8 составляет:

- для топлива UN ТТВС = 5 календарных лет;

- для топлива UO2 TТВС = 4 календарных года.

Период между двумя последовательными частичными перегрузками , называемый далее микрокампанией, принят равным = 1 календарному году для обоих видов топлива.



Рис. 1 Схема поперечного сечения бланкета со свинцово-висмутовым теплоносителем

2.2 Определение ядерно-физического состава и расчет физических характеристик бланкета со свинцово-висмутовым теплоносителем в установившемся режиме

Расчеты подкритического бланкета выполнены с источником нейтронов, расположенном в центральном канале. Расчеты выполнялись в двумерной (R-Z)-геометрии в 26-групповом диффузионном приближении с использованием программного пакета РЕАКТОР [10]. Расчетная модель показана на рис.2.



Рис.2. Расчетная (R-Z) модель бланкета со свинцово-висмутовым теплоносителем (центральная плоскость бланкета).

В настоящей работе не рассматривалась процедура выхода бланкета в установившийся режим работы. При принятой схеме частичных перегрузок в активной зоне бланкета с топливом UN (вариант 1-1, 5 перегрузок) в конце микрокампании из каждой зоны физического профилирования извлекается 1/5 часть ТВС, отработавших кампанию, и загружается такое же количество ТВС со свежим топливом соответствующего начального состава. Нетрудно видеть, что в установившемся режиме ядерно-физический состав в начале микрокампании будет примерно соответствовать составу после выгорания начальной загрузки в течение времени 2. Для бланкета с топливом UO2 (вариант 1-2, 4 перегрузки) в установившемся режиме ядерно-физический состав в начале микрокампании будет примерно соответствовать составу после выгорания начальной загрузки в течение времени 1,5.

Для бланкетов с указанными выше топливными композициями (варианты 1-1 и 1-2) требовалось определить ядерно-физический состав в начале микрокампании, при котором эффективный коэффициент размножения (без внешнего источника) составляет Кэфф 0,965. При этом в бланкете с источником, работающем на заданном уровне мощности, неравномерность радиального поля мощности не должна превышать заданную выше величину Krmax =1,4 как в начале, так и в конце микрокампании. ядерный теплоноситель ток протон

Принято, что внешний источник равномерно распределен в области, указанной на рис.2; канал мишени заполнен смесью стали и теплоносителя. Спектр источника принят в соответствии с данными раздела 1. Основная часть расчетов выполнена с источником, имеющим спектр 1, который приведен в таблице 1 раздела 1.

В результате вариантных расчетов определены ядерно-физические составы в начале микрокампании для вариантов 1-1 и 1-2.

В таблицах 5, 6, 7 приводятся ядерные концентрации нуклидов в физических зонах (нумерация зон соответствует рис.2) в начале микрокампании бланкетов вариантов 1-1 и 1-2. В таблице 8 приведены некоторые нейтронно-физические характеристики этих вариантов, а именно:

- значение Кэфф для бланкета без источника в начале микрокампании;

- величина умножения М (число нейтронов, рожденных в бланкете на 1 нейтрон источника) в начале и в конце микрокампании;

- величина в начале и в конце микрокампании;

- величина Krmax в начале и в конце микрокампании;

- требуемая мощность источника Sист в начале и в конце микрокампании;

мощность определяется как

,

где Nбл - мощность бланкета, Мвт.

Распределение мощности по радиусу бланкетов в начале и в конце микрокампании показано на рис.3, 4.

Таблица 5 Ядерные концентрации нуклидов в активной зоне бланкета в начале микрокампании (в ед. 1024 яд/см3)

Нуклид	Номер физической зоны бланкета на расчетной (R-Z)-модели рис.2
	1	2	3	4	5	6
U-234	0.1767E-09	0.9426E-10	0.1478E-09	0.7544E-10	0.1300E-09	0.7036E-10
U-235	0.7812E-03	0.8288E-03	0.1449E-02	0.1526E-02	0.2175E-02	0.2162E-02
U-236	0.4565E-04	0.3723E-04	0.6443E-04	0.5162E-04	0.7658E-04	0.6008E-04
U-238	0.9865E-02	0.9941E-02	0.9151E-02	0.9214E-02	0.8434E-02	0.8589E-02
Pu-238	0.4758E-07	0.2518E-07	0.3860E-07	0.1960E-07	0.3338E-07	0.1799E-07
Pu-239	0.2544E-03	0.2030E-03	0.1913E-03	0.1507E-03	0.1408E-03	0.1145E-03
Pu-240	0.6355E-05	0.4151E-05	0.3426E-05	0.2187E-05	0.2157E-05	0.1483E-05
Pu-241	0.1088E-06	0.6843E-07	0.4405E-07	0.2904E-07	0.4470E-07	0.3245E-07
Pu-242	0.1230E-08	0.6670E-09	0.4417E-09	0.2773E-09	0.3887E-09	0.2702E-09
Np-237	0.9804E-06	0.6441E-06	0.1060E-05	0.6748E-06	0.1089E-05	0.7081E-06
Am-241	0.2587E-08	0.1686E-08	0.1135E-08	0.7883E-09	0.1183E-08	0.8863E-09
Oсколки U	0.2170E-03	0.1661E-03	0.3211E-03	0.2429E-03	0.3585E-03	0.2651E-03
Oсколки Pu	0.2697E-04	0.1598E-04	0.1800E-04	0.1037E-04	0.1056E-04	0.6415E-05
N	0.1120E-01
Fe	0.1348E-01
Cr	0.1844E-02
Ni	0.9654E-04
Mo	0.6815E-04
Pb	0.5438E-02
Bi	0.6674E-02

Таблица 6 Ядерные концентрации нуклидов в активной зоне бланкета в начале микрокампании (в ед. 1024 яд/см3)

Нуклид	Номер физической зоны бланкета на расчетной (R-Z)-модели рис.2
	1	2	3	4	5	6
U-234	0.9076E-10	0.4939E-10	0.8585E-10	0.4296E-10	0.7698E-10	0.4181E-10
U-235	0.7232E-03	0.7593E-03	0.1232E-02	0.1293E-02	0.1926E-02	0.1998E-02
U-236	0.3708E-04	0.3029E-04	0.5262E-04	0.4171E-04	0.6472E-04	0.5224E-04
U-238	0.7443E-02	0.7493E-02	0.6878E-02	0.6925E-02	0.6178E-02	0.6209E-02
Pu-238	0.3159E-07	0.1710E-07	0.2992E-07	0.1486E-07	0.2688E-07	0.1449E-07
Pu-239	0.1769E-03	0.1411E-03	0.1416E-03	0.1103E-03	0.1002E-03	0.7953E-04
Pu-240	0.4070E-05	0.2688E-05	0.2509E-05	0.1577E-05	0.1514E-05	0.9995E-06
Pu-241	0.6400E-07	0.4319E-07	0.3189E-07	0.2138E-07	0.3251E-07	0.2198E-07
Pu-242	0.7017E-09	0.4241E-09	0.3432E-09	0.2263E-09	0.3020E-09	0.2087E-09
Np-237	0.7142E-06	0.4761E-06	0.8349E-06	0.5241E-06	0.9017E-06	0.5963E-06
Am-241	0.1221E-08	0.8577E-09	0.6552E-09	0.4729E-09	0.6699E-09	0.4857E-09
Oсколки U	0.1593E-03	0.1234E-03	0.2397E-03	0.1805E-03	0.2806E-03	0.2149E-03
Oсколки Pu	0.1491E-04	0.8990E-05	0.1156E-04	0.6563E-05	0.6622E-05	0.3909E-05
O	0.1712E-01
Fe	0.1348E-01
Cr	0.1844E-02
Ni	0.9654E-04
Mo	0.6815E-04
Pb	0.5438E-02
Bi	0.6674E-02

Таблица 7 Ядерные концентрации нуклидов в неразмножающих областях (в ед. 1024 яд/см3)

Нуклид	Физическая зона на расчетной (R-Z)-модели рис.2
	7	8	9
FE	0.6119E-02	0.5959E-01	-
CR	0.1373E-02	0.1337E-01	-
NI	0.7297E-03	0.7107E-02	-
PB	0.1188E-01	0.3445E-03	0.1320E-01
BI	0.1458E-01	0.4228E-03	0.1620E-01

Таблица 8 Характеристики бланкетов, охлаждаемых свинцово-висмутовым теплоносителем (спектр источника 1)

Характеристика	Вариант 1-1	Вариант 1-2
	начало микро-кампании	конец микро-кампании	начало микро-кампании	конец микро-кампании
Кэфф	0,966	-	0,965	-
М	22,835	20,316	22,89	17,371
Кs	0,9580	0,9531	0,9581	0,9456
Krmax	1,2	1,35	1,2	1,42
эфф	2,446	2,446	2,422	2,422
Sист,н/сек	1,671018	1,881018	1,651018	2,1751018



Для бланкета с нитридным топливом выполнены расчеты умножения M в начале микрокампании с источниками различного спектра, описанными в разделе 1. Результаты этих расчетов приведены в таблице 9.

Таблица 9. Умножение в подкритическом бланкете с источником различных спектров (вариант 1-1, Кэфф = 0,966)

Тип источника	1	2	3
М	22,835	22,876	25,112

3. Бланкет для подкритической системы с натриевым теплоносителем

В качестве основного элемента конструкции подкритического бланкета, охлаждаемого натриевым теплоносителем, принята шестигранная тепловыделяющая сборка (ТВС), применяющаяся в быстрых натриевых реакторах типа БН-800 [7,8].

ТВС представляет собой шестигранный стальной кожух размером "под ключ" 94,5 мм и толщиной 2,5 мм, внутри которого размещены 127 твэлов, образующих треугольную решетку. Стержневой твэл представляет собой заполненную топливной композицией стальную трубку внешним диаметром 6,6 мм и толщиной 0,4 мм. Дистанционирование твэлов внутри ТВС осуществляется навивкой на оболочку стальной проволоки. Длина активной части твэла ТВС образуют в активной зоне бланкета треугольную решетку с шагом 100 мм.

При определении размеров бланкета было принято, что средняя мощность ТВС бланкета равна средней мощности ТВС реактора БН-800. Как представляется, в этом случае при близких значениях максимальной неравномерности поля мощности (Krmax 1,4 1,5) будет обеспечен нормальный температурный режим работы твэлов. Если сохранить высоты активной зоны реактора БН-800 Наз = 840 мм, то для бланкета тепловой мощностью 500 Мвт понадобится 135 ТВС описанной выше конструкции. Однако для получения правильной (близкой к цилиндрической) формы активной зоны было использовано 144 ТВС.

Таким образом, в настоящей работе рассматривается бланкет с размерами Dэкв х Наз = 1290 х 840 мм, содержащий 144 ТВС. В центре бланкета располагается канал мишени, вытесняющий 7 ТВС. Активная зона окружена боковым отражателем из нескольких рядов шестигранных стальных пакетов, имеющих такой же размер "под ключ", как ТВС активной зоны. Эффективная толщина бокового отражателя 400 мм.

Рассмотрены два варианта топливной композиции:

- мононитрид урана UN с эффективной плотностью 11,6 г/см3;

- диоксид урана UO2 c эффективной плотностью 9,5 г/см3.

Так же, как и в бланкетах со свинцово-висмутовым теплоносителем, для выравнивания распределения мощности по радиусу бланкета применяется трехзонное профилирование обогащением топлива по урану-235. Схема поперечного сечения бланкета показана на рис.5.

Предполагалось, что бланкет работает в режиме частичных перегрузок топлива без перестановок ТВС. При максимальном накоплении осколков 10 11% т.а. длительность кампании ТВС при коэффициенте использования мощности КИМ = 0,8 составляет:

- для топлива UN ТТВС = 2 календарных года;

- для топлива UO2 TТВС = 1,5 календарных года.

Длительность микрокампании принята равной = 0,5 календарного года для обоих видов топлива. Для бланкета с топливом UN (вариант 2-1, 4 перегрузки) в установившемся режиме ядерно-физический состав в начале микрокампании будет примерно соответствовать составу после выгорания начальной загрузки в течение времени 1,5. Для бланкета с топливом UO2 (вариант 2-2, 3 ежегодные перегрузки) в установившемся режиме ядерно-физический состав в начале микрокампании будет примерно соответствовать составу после выгорания начальной загрузки в течение времени 1.

3.1 Расчет ядерно-физического состава бланкета в установившемся режиме

Выполнены расчеты подкритического бланкета с источником нейтронов, расположенном в центральном канале. Расчеты выполнялись в двумерной (R-Z)-геометрии в 26-групповом диффузионном приближении с использованием программного пакета РЕАКТОР [10]. Расчетная модель показана на рис.6.



Рис.5. Схема поперечного сечения бланкета с натриевым теплоносителем

Рис.6. Расчетная (R-Z) модель бланкета с натриевым теплоносителем

Требовалось определить ядерно-физический состав в начале микрокампании, при котором без внешнего источника Кэфф 0,965. При этом в бланкете с источником, работающем на заданном уровне мощности, неравномерность радиального поля мощности не должна превышать заданную выше величину Krmax 1,5 как в начале, так и в конце микрокампании.

Внешний источник считался равномерно распределенным в области, указанной на рис.6. В вариантах 2-1 и 2-2 размеры области источника Rист= 5см, Zист = 25 см, канал мишени заполнен смесью стали и теплоносителя. Спектр источника принят в соответствии с данными, приведенными в таблице 4 раздела 1 (спектр 1, Ep=800 Мэв).

В результате вариантных расчетов определены ядерно-физические составы в начале микрокампании для вариантов 2-1 и 2-2.

В таблицах 10, 11, 12 приводятся ядерные концентрации нуклидов в физических зонах (нумерация зон соответствует рис.6) в начале микрокампании бланкетов вариантов 2-1 и 2-2. В таблице 13 приведены некоторые нейтронно-физические характеристики этих вариантов.

Распределение мощности по радиусу бланкетов в начале и в конце микрокампании показано на рис.7, 8.

Таблица 10 Ядерные концентрации нуклидов в активной зоне бланкета в начале микрокампании (в ед. 1024 яд/см3)

Нуклид	Номер физической зоны бланкета на расчетной (R-Z)-модели рис.6
	1	2	3	4	5	6
U-234	0.4450E-10	0.3070E-10	0.2433E-10	0.1577E-10	0.2560E-10	0.164E-10
U-235	0.1338E-02	0.1392E-02	0.1950E-02	0.2016E-02	0.2715E-02	0.278E-02
U-236	0.5493E-04	0.4689E-04	0.5826E-04	0.4862E-04	0.6911E-04	0.574E-04
U-238	0.8933E-02	0.8983E-02	0.8340E-02	0.8380E-02	0.7575E-02	0.760E-02
Pu-238	0.3105E-07	0.2138E-07	0.1689E-07	0.1086E-07	0.1781E-07	0.113E-07
Pu-239	0.1664E-03	0.1342E-03	0.1216E-03	0.9707E-04	0.9254E-04	0.741E-04
Pu-240	0.3044E-05	0.2249E-05	0.1507E-05	0.1090E-05	0.1100E-05	0.786E-06
Pu-241	0.4452E-07	0.5646E-07	0.1412E-07	0.1637E-07	0.1998E-07	0.169E-07
Pu-242	0.4293E-09	0.4607E-09	0.1728E-09	0.1717E-09	0.1932E-09	0.166E-09
Np-237	0.8787E-06	0.6853E-06	0.6683E-06	0.4958E-06	0.7699E-06	0.568E-06
Am-241	0.4822E-09	0.5914E-09	0.2159E-09	0.2384E-09	0.2697E-09	0.244E-09
Oсколки U	0.2597E-03	0.2024E-03	0.2895E-03	0.2222E-03	0.3111E-03	0.240E-03
Oсколки Pu	0.1335E-04	0.8260E-05	0.8052E-05	0.4820E-05	0.5014E-05	0.304E-05
N	0.1077E-01
Fe	0.1131E-01
Cr	0.2542E-02
Mo	0.1826E-03
Ni	0.1564E-02
Na	0.8957E-02

Таблица 11 Ядерные концентрации нуклидов в активной зоне бланкета в начале микрокампании (в ед. 1024 яд/см3)

Нуклид	Номер физической зоны бланкета на расчетной (R-Z)-модели рис.6
	1	2	3	4	5	6
U-234	0.1640E-10	0.1128E-10	0.8702E-11	0.5669E-11	0.8864E-11	0.571E-11
U-235	0.1201E-02	0.1240E-02	0.1737E-02	0.1783E-02	0.2391E-02	0.244E-02
U-236	0.4110E-04	0.3478E-04	0.4291E-04	0.3551E-04	0.4972E-04	0.410Е-04
U-238	0.6694E-02	0.6726E-02	0.6175E-02	0.6199E-02	0.5523E-02	0.554E-02
Pu-238	0.1704E-07	0.1165E-07	0.8922E-08	0.5717E-08	0.9107E-08	0.577E-08
Pu-239	0.1075E-03	0.8587E-04	0.7654E-04	0.6050E-04	0.5642E-04	0.449E-04
Pu-240	0.1709E-05	0.1249E-05	0.8161E-06	0.5847E-06	0.5741E-06	0.407E-06
Pu-241	0.2198E-07	0.2758E-07	0.6661E-08	0.7682E-08	0.9089E-08	0.763E-08
Pu-242	0.2383E-09	0.2491E-09	0.1281E-09	0.1273E-09	0.1341E-09	0.123E-09
Np-237	0.5590E-06	0.4342E-06	0.4121E-06	0.3049E-06	0.4645E-06	0.341E-06
Am-241	0.2195E-09	0.2549E-09	0.1316E-09	0.1394E-09	0.1472E-09	0.140E-09
Oсколки U	0.1777E-03	0.1384E-03	0.1948E-03	0.1492E-03	0.2065E-03	0.159E-03
Oсколки Pu	0.6611E-05	0.4070E-05	0.3819E-05	0.2273E-05	0.2292E-05	0.138E-05
O	0.1646E-01
Fe	0.1131E-01
Cr	0.2542E-02
Mo	0.1826E-03
Ni	0.1564E-02
Na	0.8957E-02

Таблица 12. Ядерные концентрации нуклидов в неразмножающих областях (в ед. 1024 яд/см3)

Нуклид	Физическая зона на расчетной (R-Z)-модели рис.6
	7	8	9	10
FE	0.3703E-01	0.5371E-01	0.3703E-01	0.3703E-01
CR	0.8466E-02	0.1511E-01	0.8466E-02	0.8466E-02
NI	0.5552E-02	0.6519E-02	0.5552E-02	0.5552E-02
MO	0.4527E-03	-	0.4527E-03	0.4527E-03
NB	0.7668E-04	-	0.7668E-04	0.7668E-04
NA	0.1016E-01	02718E-02	0.1016E-01	0.1016E-01

Таблица 13 Характеристики бланкетов, охлаждаемых натриевым теплоносителем (источник - спектр 1 в таблице 4 раздела 1)

Характеристика	Вариант 2-1	Вариант 2-2
	начало микро-кампании	конец микро-кампании	начало микро-кампании	Конец микро-кампании
Кэфф	0,9644	-	0,965	-
М	32,112	20,463	33,162	17,747
Кs	0,9698	0,9533	0,9707	0,9467
Krmax	1,31	1,443	1,29	1,45
эфф	2,423	2,423	2,407	2,407
Sист,н/сек	1,181018	1,851018	1,131018	2,121018

Для бланкета с нитридным топливом рассмотрен еще один вариант (2-3), в котором после уточнения конструкции мишени (см. раздел 1) в область источника введен вольфрам. Это привело к некоторому изменению ядерно-физического состава в установившемся режиме. Ниже описаны результаты расчета этого варианта.

В таблице 15 приводятся ядерные концентрации нуклидов в физических зонах (нумерация зон соответствует рис.6) в начале микрокампании. В таблице 14 приведены нейтронно-физические характеристики бланкета, в том числе величины умножения M в начале микрокампании для бланкета с источниками 4-х различных спектров, описанных в разделе . Распределение мощности по радиусу бланкета с источником 1 в начале и в конце микрокампании показано на рис.9.

Таблица 14 Характеристики бланкета с нитридным топливом (вариант 2-3, Kэфф = 0,9648)

Тип источника	Спектр 1	Спектр 2	Спектр 3	Спектр 4
Характеристика	M	Ks	Sист,н/сек	Krmax	M	M	M
начало микро-кампании	31,49	0,9692	1,21018	1,29	31,65	31,46	31,75
конец микро-кампании	19,893	0,9524	1,91018	1,42	-	-	-



Рис.8

Таблица 15 Ядерные концентрации нуклидов в активной зоне бланкета в начале микрокампании (в ед. 1024 яд/см3) вариант 2-3- теплоноситель Na, топливо UN

Нуклид	Номер физической зоны бланкета на расчетной (R-Z)-модели рис.6
	1	2	3	4	5	6
U-234	0.4736E-10	0.3231E-10	0.2694E-10	0.1720E-10	0.2835E-10	0.1812E-10
U-235	0.1358E-02	0.1407E-02	0.1939E-02	0.1999E-02	0.2702E-02	0.2770E-02
U-236	0.5706E-04	0.4916E-04	0.6021E-04	0.5083E-04	0.7148E-04	0.6028E-04
U-238	0.8895E-02	0.8940E-02	0.8334E-02	0.8370E-02	0.7570E-02	0.7597E-02
PU-238	0.3306E-07	0.2251E-07	0.1873E-07	0.1187E-07	0.1976E-07	0.1254E-07
PU-239	0.1701E-03	0.1410E-03	0.1258E-03	0.1033E-03	0.9578E-04	0.7890E-04
PU-240	0.3139E-05	0.2346E-05	0.1614E-05	0.1171E-05	0.1179E-05	0.8530E-06
PU-241	0.4210E-07	0.4735E-07	0.1561E-07	0.1484E-07	0.2202E-07	0.1702E-07
PU-242	0.4168E-09	0.4076E-09	0.1837E-09	0.1672E-09	0.2068E-09	0.1692E-09
NP-237	0.9221E-06	0.7149E-06	0.7158E-06	0.5274E-06	0.8247E-06	0.6084E-06
AM-241	0.4603E-09	0.5098E-09	0.2287E-09	0.2242E-09	0.2874E-09	0.2449E-09
Oсколки U	0.2713E-03	0.2197E-03	0.3002E-03	0.2402E-03	0.3226E-03	0.2593E-03
Oсколки Pu	0.1407E-04	0.9280E-05	0.8671E-05	0.5579E-05	0.5400E-05	0.3510E-05
N	0.1077E-01
FE	0.1131E-01
CR	0.2542E-02
MO	0.1826E-03
NI	0.1564E-02
NA	0.8957E-02

Таблица 16 Ядерные концентрации нуклидов в неразмножающих областях (в ед. 1024 яд/см3)

Нуклид	Физическая зона на расчетной (R-Z)-модели рис.6
	7	8	9	10 (источник 1, 2) Rист=5 см, Zист=15 см	10-2 (источник 3, 4) Rист=10 см, Zист=31 см
FE	-	0.3703E-01	0.5371E-01	-	-
CR	-	0.8466E-02	0.1511E-01	-	-
NI	-	0.5552E-02	0.6519E-02	-	-
MO	-	0.4527E-03	-	-	-
NB	-	0.7668E-04	-	-	-
W	-	-	-	0.6431E-01	0.2250E-01
NA	0.2540E-01	0.1016E-01	02718E-02	-	0.1457E-01

4. Сравнение рассмотренных гибридных ядерных систем по величине тока и мощности пучка протонов

Проведенные расчеты позволяют детально сравнить рассмотренные системы по таким важным характеристикам, которые должен иметь ускоритель протонов, как величина тока в пучке протонов и его мощность.

Для первой установки со свинцово-висмутовым теплоносителем в таблице 17 собраны. сравниваемые величины для двух видов ядерного топлива, энергия пронов EP=800 Мэв. Зависимость требуемого тока в пучке от величины энергии протонов иллюстрируется таблицей 18.

Таблица 17 Расчетные величины для сравнения систем с Pb-Bi с двумя видами топлива

Вид топлива	Момент микро- кампании, год	Требуемый источник нейтронов Sнейт, нейтрон/сек	Требуемый ток в пучке протонов I, ма	Требуемая мощность пучка протонов NPR, Мвт	NPR/Nблн, %
UN	0	1.671018	14.95	11.96	2.4
	1	1.881018	16.84	13.47	2.7
UO2	0	1.651018	14.78	11.82	2.4
	1	2....

Подобные документы

• Относительная скорость инерциальных систем

  Сущность теории относительности. Инварианты и симметрии в физических теориях. Классификация явлений по их причинной обусловленности. Отображение характеристик реального процесса или характеристик материального объекта в систему отсчета наблюдателя.
  
  статья [42,5 K], добавлен 19.09.2009
  

• Разработка методического подхода к оценке состояния системы учета и контроля ядерных материалов на предприятиях ядерного топливного цикла России

  Анализ состава системы учета и контроля ядерных материалов, методика комплексной оценки ее состояния. Расчет показателей качества измерений и организации системы, оценка степени подготовки персонала. Изучение методов определения весовых коэффициентов.
  
  дипломная работа [163,2 K], добавлен 27.01.2014
  

• Цепи с распределенным параметрами

  Исследование однородной линии без потерь в установившемся и переходном режимах. Распределение значений напряжения и тока вдоль линии, замкнутой на заданную нагрузку в установившемся режиме. Законы изменения тока и напряжения нагрузки в переходном режиме.
  
  контрольная работа [793,3 K], добавлен 04.09.2012
  

• Распространение пламени в гибридных смесях уголь-метан-воздух

  Распространение пламени в горючих смесях, в газофазных смесях. Воспламенение газовых смесей и скорость распространения пламени. Ламинарное пламя в пылях. Распространение пламени в гибридных смесях. Методика исследования пламени гибридных смесях.
  
  курсовая работа [94,6 K], добавлен 20.03.2008
  

• Общая структура ядерных сил

  Модели атомных ядер, в которых понятие потенциала применяется и нет. Экспериментальные факты, подтверждающие зависимость ядерных сил от расстояния, спинов, относительного орбитального момента нуклонов. Различные классификации ядерных потенциалов.
  
  дипломная работа [133,1 K], добавлен 16.08.2011
  

• Электрические цепи

  Общий анализ линейных электрических цепей постоянного и синусоидального тока в установившемся режиме. Изучение трехфазных цепей при различных схемах соединения нагрузки. Правила расчета мощности и тока для соединения с несинусоидальным источником.
  
  контрольная работа [1,9 M], добавлен 05.07.2014
  

• Оценка эффективности двухгруппового метода расчета нейтронно-физических характеристик в комплексной программе "ПЕРМАК"

  Описание нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-440. Определение коэффициента размножения тепловых нейтронов. Нахождение капиталовложений и ежегодных эксплуатационных издержек системы "ВВЭР СВШД". Мероприятия по защите от радиоактивных выбросов.
  
  дипломная работа [1,1 M], добавлен 23.01.2014
  

• Анализ линейных электрических цепей в установившихся режимах

  Расчет и анализ электрических цепей: синусоидального тока в установившемся режиме, трехфазных при различных схемах соединения нагрузки; линейной с несинусоидальным источником. Определение значений токов и баланса мощности методами Рунге-Кутты и Эйлера.
  
  курсовая работа [572,7 K], добавлен 25.04.2015
  

• Нейтронно-физический расчет реактора типа ВВЭР

  Определение теплотехнических характеристик для теплоносителя. Геометрические характеристики кассеты. Определение ядерных концентраций. Усреднение макросечений поглощения и деления по спектру Максвелла. Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах.
  
  курсовая работа [413,2 K], добавлен 06.01.2015
  

• Ядерный взрыв

  Цепная реакция деления, термоядерный синтез. Явления при ядерном взрыве. Классификация ядерных взрывов по мощности и по нахождению центра взрыва. Военное и мирное применение ядерных взрывов. Природные ядерные взрывы. Разрушительные последствия от взрыва.
  
  реферат [29,4 K], добавлен 03.12.2015
  

• Тепловой расчет паровых котлов малой мощности

  Определение состава и энтальпий дымовых газов. Определение конструктивных размеров и характеристик топочной камеры. Тепловосприятие водяного экономайзера. Аэродинамический расчёт газового тракта котла. Поверочно-конструктивный расчёт котельного пучка.
  
  курсовая работа [373,9 K], добавлен 02.04.2015
  

• Расчет установившегося режима короткого замыкания

  Параметры режима короткозамкнутой цепи при установившемся режиме короткого замыкания. Влияние и учет нагрузки при установившемся режиме. Аналитический расчет при отсутствии и наличии генераторов. Затухание возникших в начальный момент свободных токов.
  
  презентация [90,2 K], добавлен 30.10.2013
  

• Повышение энергоэффективности тягового привода электровоза 2ЭС5К

  Обзор существующих систем управления, исследование статических динамических и энергетических характеристик. Разработка и выбор нечеткого регулятора. Сравнительный анализ динамических, статических, энергетических характеристик ранее описанных систем.
  
  курсовая работа [1,6 M], добавлен 27.06.2014
  

• Расчет режимных характеристик и рабочей линии ГТУ ГТН-25

  Расчёт газовой турбины на переменные режимы (на основе расчёта проекта проточной части и основных характеристик на номинальном режиме работы газовой турбины). Методика расчёта переменных режимов. Количественный способ регулирования мощности турбины.
  
  курсовая работа [453,0 K], добавлен 11.11.2014
  

• Расчет работоспособности тепловыделяющих элементов (твэлов) водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР)

  Особенности поведения тепловыделяющих элементов в переходных режимах. Определение линейных тепловых нагрузок в твэлах. Анализ нейтронно-физических характеристик твэлов. Расчет параметров работоспособности элементов при скачках мощности в реакторе.
  
  дипломная работа [2,0 M], добавлен 27.06.2016
  

• Расчет механических характеристик асинхронных двигателей с короткозамкнутым ротором

  Особенности расчета характеристик и определение параметров асинхронных короткозамкнутых двигателей по каталожным данным. Расчеты параметров обмоток статора и ротора, характеристики двигателя в двигательном режиме и в режиме динамического торможения.
  
  курсовая работа [801,8 K], добавлен 03.04.2010
  

• Двигатели постоянного тока

  Расчет механических характеристик двигателей постоянного тока независимого и последовательного возбуждения. Ток якоря в номинальном режиме. Построения естественной и искусственной механической характеристики двигателя. Сопротивление обмоток в цепи якоря.
  
  контрольная работа [167,2 K], добавлен 29.02.2012
  

• Расчет основных параметров двигателя постоянного тока

  Отображение двигателя в режиме динамического торможения. Расчет пускового реостата и построение пусковых характеристик для двигателя постоянного тока с параллельным возбуждением. Запись уравнения скоростной характеристики с учетом требуемых параметров.
  
  контрольная работа [1002,6 K], добавлен 31.01.2011
  

• Изучение счетчика Гейгера-Мюллера

  Характеристика газоразрядных детекторов ядерных излучений (ионизационных камер, пропорциональных счетчиков, счетчиков Гейгера-Мюллера). Физика процессов, происходящих в счетчиках при регистрации ядерных частиц. Анализ работы счетчика Гейгера-Мюллера.
  
  лабораторная работа [112,4 K], добавлен 24.11.2010
  

• Расчет трехполюсника

  Расчет оценок вероятностных характеристик. Создание средств автоматизации расчета характеристик надежности систем-трехполюсников. Формирование и реализация программы в среде Pascal, позволяющая рассчитать вероятность надежности функционирования.
  
  курсовая работа [1,2 M], добавлен 14.10.2013
  

• главная
• рубрики
• по алфавиту
• вернуться в начало страницы
• вернуться к началу текста
• вернуться к подобным работам